Im Rahmen des BMUB-Vorhabens 3610R01370 "Ergänzung und Aktualisierung von Zuverlässigkeitskenngrößen für Brandschutzeinrichtungen in deutschen Leichtwasserreaktoren" wurden anlagenspezifische und generische Ausfallraten für die technische Zuverlässigkeit von aktiven Brandschutzeinrichtungen in deutschen Kernkraftwerken ermittelt. Die Ergebnisse stellen dabei eine Ergänzung und Erweiterung der in früheren Vorhaben ermittelten Ausfallraten dar, sodass mittlerweile Ausfallraten für insgesamt sechs deutsche Referenzanlagen mit sieben Kraftwerksblöcken vorliegen. // Within the BMUB project 3610R01370 "Extension and update of reliability data for fire protection equipment in German light water reactors" plant-specific as well as generic failure rates for the technical reliability of active fire protection features in German nuclear power plants have been calculated. Based on results of previous projects, in this project observation times of components were updated and extended and additional components and functions were assessed. Now, the data evaluated results from a total of six German reference plants with seven reactor units.
Small Modular Reactors Die wichtigsten Informationen zu Small Modular Reactors – kurz SMR – bietet unser Überblick: Was ist von den neuen Reaktorkonzepten zu erwarten? Welche Einsatzbereiche haben diese Konzepte, welche Länder entwickeln sie und wie hoch ist ihr Sicherheitsrisiko? Gutachten zu Small Modular Reactors Montage des Kernmoduls des SMR Linglong One in der südchinesischen Provinz Hainan © picture alliance / Xinhua News Agency | Liu Yiwei Das BASE hat ein Gutachten zu SMR erstellen lassen. Darin wurden 136 verschiedene historische sowie aktuelle Reaktoren bzw. SMR-Konzepte betrachtet, 31 davon besonders detailliert. Das Gutachten liefert eine wissenschaftliche Einschätzung zu möglichen Einsatzbereichen und den damit verbundenen Sicherheitsfragen und Risiken. Das Gutachten ist im Auftrag des BASE vom Öko-Institut Freiburg in Zusammenarbeit mit dem Fachgebiet für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik der TU Berlin sowie dem Physikerbüro Bremen angefertigt worden. SMR-Konzepte („Small Modular Reactors“) gehen auf Entwicklungen der 1950er Jahre zurück, insbesondere den Versuch, Atomkraft als Antriebstechnologie für Militär-U-Boote nutzbar zu machen. Weltweit existieren heute unterschiedlichste Konzepte und Entwicklungen für SMR. Die überwiegende Mehrzahl davon befindet sich auf der Ebene von Konzeptstudien. Das BASE hat ein Gutachten zu SMR in Auftrag gegeben. Daraus lassen sich folgende Schlussfolgerungen ziehen: Die Bandbreite der durch den Begriff SMR erfassten Konzepte reicht von „heutigen“ Leichtwasserreaktoren mit geringer Leistung bis hin zu andersartigen Konzepten, für die bislang wenig oder keine industrielle Vorerfahrung vorliegt (wie beispielsweise Hochtemperatur- oder Salzschmelze-Reaktorkonzepte). Die diskutierten Einsatzbereiche betreffen neben der regulären Stromversorgung insbesondere die dezentrale Stromversorgung für Industrie bzw. Haushalte sowie Wärme für Fernwärme, Meerwasserentsalzung und Industrieprozesse. Darüber hinaus werden auch militärische Nutzungen wie mobil einsetzbare Mikroreaktoren verfolgt. Um weltweit dieselbe elektrische Leistung zu erzeugen wie mit heutigen neuen Atomkraftwerken wäre eine um den Faktor 3-1000 größere Anzahl an Anlagen erforderlich. Anstelle von heute circa 400 Reaktoren mit großer Leistung würde dies also den Bau von vielen tausend bis zehntausend SMR-Anlagen bedeuten. Gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile erzielen, da sie ein beispielsweise geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen. Die hohe Anzahl an Reaktoren, die für die gleiche Produktionsmenge an elektrischer Leistung notwendig ist, erhöht das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches. Anders als teilweise von Herstellern angegeben, muss bisher davon ausgegangen werden, dass für den anlagenexternen Notfallschutz bei SMR die Möglichkeit von Kontaminationen besteht, die deutlich über das Anlagengelände hinausreichen. Durch die geringe elektrische Leistung sind bei SMR die Baukosten relativ betrachtet höher als bei großen Atomkraftwerken . Eine Produktionskostenrechnung unter Berücksichtigung von Skalen-, Massen- und Lerneffekten aus der Atomindustrie legt nahe, dass im Mittel dreitausend SMR produziert werden müssten bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Folgende Fragen und Antworten lassen sich aus dem Gutachten ableiten: Definition: Was ist ein SMR? Trotz der seit langem praktizierten Verwendung des Begriffs SMR gibt es bis heute keine international einheitliche Definition für diesen Begriff. Eine Definition der IAEA beschreibt SMR als eine Gruppe kleiner Leistungsreaktoren mit geringerer Leistung als die heutiger Atomkraftwerke von bis zu unter 10 MWe (Mikroreaktoren) bis zu einer Leistung von typischerweise 300 MWe. Übliche konventionelle Reaktoren haben demgegenüber eine Leistung in der Größenordnung von über 1000 MWe. Die Funktionsweise dieser Reaktorgruppe ist sehr divers: Bei einer Reihe von Konzepten entspricht sie der Funktionsweise heutiger Leichtwasserreaktoren. Diese Typen der SMR unterliegen somit geringeren Entwicklungsrisiken, die Entwickler können auf Betriebserfahrung zurückgreifen. Zum anderen liegen den SMR auch neuartige Konzeptideen mit wenig bzw. keiner industrieller Vorerfahrung zugrunde. Letztere können den Hochtemperaturreaktoren, Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum oder den Salzschmelzreaktoren zugeordnet werden. Einsatzbereiche: Welche Länder entwickeln SMR? Die aktuelle Entwicklung von SMRs ist derzeit größtenteils staatlich finanziert und findet in starkem Maß in den USA , Kanada und dem Vereinten Königreich statt. Die SMRs können bei entsprechenden Voraussetzungen nicht nur im eigenen Land errichtet, sondern auch in andere Länder verkauft werden. Im Bereich der SMR spielen industrie- und geopolitische Motivlagen sowie militärische Interessen eine Rolle. Die Mehrheit der Länder, die SMR-Entwicklungsaktivitäten verfolgen, unterhalten Atomwaffenprogramme und bauen Atom -U-Boote und/oder verfügen bereits über ein großes „ziviles“ Atomprogramm. Neben der regulären Stromversorgung werden insbesondere die dezentrale Stromversorgung für Industrie bzw. Haushalte sowie Wärme für Fernwärme, Meerwasserentsalzung und Industrieprozesse genannt; darüber hinaus werden auch militärische Nutzungen wie mobil einsetzbare Mikroreaktoren verfolgt. In Russland erfolgt der Einsatz von sogenannten Floating Nuclear Power Plants (Akademik Lomonossow, KLT-40S), um abgelegene Regionen zu versorgen. Neben traditionellen Atomenergieländern zeigen auch Länder mit fehlender Kompetenz und Infrastruktur in der Kerntechnik zunehmend Interesse an SMRs, wie zum Beispiel Saudi-Arabien und Jordanien. Maßnahmen gegen den Klimawandel: Können SMR einen Beitrag leisten? Sofern SMR auch als Lösung im Kontext der Bekämpfung der Gefahren des Klimawandels und der damit verbundenen Reduzierung der Treibhausgasemissionen zur globalen Stromversorgung vorgeschlagen werden, ist die mit ihnen erzielte Stromproduktion relevant. Heutige neue Atomkraftwerke weisen elektrische Leistungen im Bereich von 1.000-1.600 MWe auf. Die SMR-Konzepte, die in dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten auf dieser Seite) betrachtet worden sind, sehen dagegen geplante elektrische Leistungen von 1,5-300 MWe vor. Entsprechend wäre zur Bereitstellung derselben elektrischen Leistung eine um den Faktor 3-1000 größere Anzahl an Anlagen erforderlich. Anstelle von heute circa 400 Reaktoren mit großer Leistung würde dies also den Bau von mehreren tausend bis zehntausend SMR-Anlagen bedeuten. Dieses Ziel liegt in weiter Ferne. Zudem werden verschiedene Risiken, die mit Vervielfachung der Zahl der Anlagen einhergehen, bei der Planung weitgehend vernachlässigt: insbesondere Fragen des Transports, des Rückbaus sowie der Zwischen- und Endlagerung . Wirtschaftlichkeit: Würde sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen? SMR versprechen durch ihre Modularität kürzere Produktionszeiten sowie geringere Produktionskosten. Einzelne Komponenten oder auch der gesamte SMR sollen industriell (massen-)gefertigt und bei Bedarf zu den ausgewählten Standorten zur Installation transportiert werden. Vergleichbar mit einem Baukastenprinzip kann am Standort in kurzer Zeit aus den Komponenten (Modulen) ein einzelner Reaktor mit kleiner Leistung oder auch eine größere Anlage aus mehreren kleinen Reaktor-Modulen errichtet werden. Durch die geringe elektrische Leistung sind die spezifischen Baukosten durch den Verlust der Skaleneffekte höher als bei großen Atomkraftwerken . In dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten in der oberen Hälfte dieser Seite) wird eine Produktionskostenrechnung unter Berücksichtigung von Skalen-, Massen- und Lerneffekten aus der Nuklearindustrie aufgemacht: Demnach müssen im Mittel dreitausend SMR produziert werden bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Es ist somit nicht zu erwarten, dass der strukturelle Kostennachteil von Reaktoren mit kleiner Leistung durch Lern- bzw. Masseneffekte kompensiert werden kann. Die Bereitstellung von SMR erfolgt wie bei Atomkraftwerken mit großer Leistung überwiegend staatlich bzw. von der Nachfrage (Endkunden, Militär) abgesichert. Zwar entwickeln sich auch Spin-Offs aus staatlich finanzierten Großforschungseinrichtungen und es gibt auch neu gegründete Start-ups, aber deren Geschäftsmodelle beruhen ebenfalls auf langfristiger staatlicher Finanzierung. Insgesamt ist daher nicht abzusehen, dass SMR-Konzepte andere Organisationsmodelle entwickeln können, als sie seit circa 70 Jahren im Bereich der Atomtechnik betrieben werden. Eine weitere wesentliche Begründung für die Entwicklung von SMR-Konzepten ist die Erwartung kürzerer Zeithorizonte, insbesondere geringerer Bauzeiten und unter Umständen auch ein weniger komplizierter Rückbau . Die Betrachtung aktuell im Bau bzw. Betrieb befindlicher Anlagen lässt diese Vermutung als nicht empirisch fundiert erscheinen: Planungs-, Entwicklungs- und Bauzeiten übersteigen die ursprünglichen Zeithorizonte in der Regel um ein Vielfaches. Die Erfahrung mit historischen SMR deuten darauf hin, dass die Betriebszeiten von nicht-wassergekühlten SMR-Vorhaben kurz sind und der Rückbau sich als langwierig erweist. Regulatorische Anforderungen: Wie hoch ist das Sicherheitsrisiko bei SMR? Spezielle Einsatzszenarien wie die Modularität, neue Herstellungsverfahren, Materialien und technologische Lösungen für die Sicherheitsfunktionen erfordern vielfach neue regulatorische Ansätze. Bei einer geplanten, weltweiten Verbreitung von SMR ergeben sich damit vollkommen neue Fragestellungen für die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden. So liegen bislang keine SMR-spezifischen nationalen oder internationalen Sicherheitsstandards vor. Da viele SMR-Entwickler einen weltweiten Einsatz ihrer SMR-Konzepte anstreben, würde dies eine internationale Standardisierung der Anforderungen erforderlich machen. Dies ist gerade bei etablierten Atomenergiestaaten derzeit nicht absehbar. Insgesamt könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung erzielen, da sie ein geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen und durch gezielte Vereinfachungen und einen verstärkten Einsatz der Nutzung passiver Systeme ein höheres Sicherheitsniveau anstreben. Durch ihre geringere Größe versprechen Entwickler ein geringeres Sicherheitsrisiko der Reaktoren. Die hohe Anzahl an Reaktoren zur Bereitstellung signifikanter Mengen elektrischer Leistung und ihre geplante weltweite Nutzung wird das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches erhöht. Auch verfolgen viele SMR-Konzepte den Anspruch auf reduzierte Sicherheitsanforderungen beispielsweise mit Blick auf die Diversität bei Sicherheitssystemen. Manche SMR-Konzepte fordern sogar den Verzicht auf heutige Anforderungen ein, so im Bereich des anlageninternen Notfallschutzes. Andere verzichten vollständig auf eine externe Notfallschutzplanung. Diese, auch zur Kosteneffizienz verfolgte Sicherheitskonzepte, tragen zu einer Erhöhung der Risiken bei. Zugang zu atomwaffenfähigem Material: Vergrößert SMR das Risiko? Verschiedene nicht-wassergekühlte SMR -Konzepte sehen den Einsatz von höheren Urananreicherungen oder die Nutzung von Plutoniumbrennstoffen sowie von Wiederaufarbeitungstechnologie vor. Dies wirkt sich nachteilig auf die Proliferationsresistenz – also die Erfordernis, den Zugang zu oder die Technologie zur Herstellung von atomwaffenfähigen Material zu verhindern – aus. Als ein weiterer wesentlicher Unterschied von SMR -Konzepten zu heutigen Leistungsreaktoren wird häufig die Nutzung von Systemen genannt, die eine lange Laufzeit aufweisen und als geschlossenes System geliefert würden. Dies könnte durch Versiegelung die Überwachung vereinfachen und Transporte minimieren. Durch den hohen Abbrand wird das Spaltmaterial zudem nach einiger Zeit unattraktiv. Nachteilig wirkt sich aber die hohe erforderliche Menge an Spaltmaterial zu Beginn des Reaktorbetriebs aus. Ein zusätzlicher Aspekt betrifft die Möglichkeiten der Spaltmaterialüberwachung durch die Internationale Atomenergieorganisation. Viele der Standardmethoden zur Spaltmaterialüberwachung passen nicht direkt auf die Besonderheiten von SMR -Konzepten, es stellen sich damit neue Herausforderungen. Definition: Was ist ein SMR? Trotz der seit langem praktizierten Verwendung des Begriffs SMR gibt es bis heute keine international einheitliche Definition für diesen Begriff. Eine Definition der IAEA beschreibt SMR als eine Gruppe kleiner Leistungsreaktoren mit geringerer Leistung als die heutiger Atomkraftwerke von bis zu unter 10 MWe (Mikroreaktoren) bis zu einer Leistung von typischerweise 300 MWe. Übliche konventionelle Reaktoren haben demgegenüber eine Leistung in der Größenordnung von über 1000 MWe. Die Funktionsweise dieser Reaktorgruppe ist sehr divers: Bei einer Reihe von Konzepten entspricht sie der Funktionsweise heutiger Leichtwasserreaktoren. Diese Typen der SMR unterliegen somit geringeren Entwicklungsrisiken, die Entwickler können auf Betriebserfahrung zurückgreifen. Zum anderen liegen den SMR auch neuartige Konzeptideen mit wenig bzw. keiner industrieller Vorerfahrung zugrunde. Letztere können den Hochtemperaturreaktoren, Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum oder den Salzschmelzreaktoren zugeordnet werden. Einsatzbereiche: Welche Länder entwickeln SMR? Die aktuelle Entwicklung von SMRs ist derzeit größtenteils staatlich finanziert und findet in starkem Maß in den USA , Kanada und dem Vereinten Königreich statt. Die SMRs können bei entsprechenden Voraussetzungen nicht nur im eigenen Land errichtet, sondern auch in andere Länder verkauft werden. Im Bereich der SMR spielen industrie- und geopolitische Motivlagen sowie militärische Interessen eine Rolle. Die Mehrheit der Länder, die SMR-Entwicklungsaktivitäten verfolgen, unterhalten Atomwaffenprogramme und bauen Atom -U-Boote und/oder verfügen bereits über ein großes „ziviles“ Atomprogramm. Neben der regulären Stromversorgung werden insbesondere die dezentrale Stromversorgung für Industrie bzw. Haushalte sowie Wärme für Fernwärme, Meerwasserentsalzung und Industrieprozesse genannt; darüber hinaus werden auch militärische Nutzungen wie mobil einsetzbare Mikroreaktoren verfolgt. In Russland erfolgt der Einsatz von sogenannten Floating Nuclear Power Plants (Akademik Lomonossow, KLT-40S), um abgelegene Regionen zu versorgen. Neben traditionellen Atomenergieländern zeigen auch Länder mit fehlender Kompetenz und Infrastruktur in der Kerntechnik zunehmend Interesse an SMRs, wie zum Beispiel Saudi-Arabien und Jordanien. Maßnahmen gegen den Klimawandel: Können SMR einen Beitrag leisten? Sofern SMR auch als Lösung im Kontext der Bekämpfung der Gefahren des Klimawandels und der damit verbundenen Reduzierung der Treibhausgasemissionen zur globalen Stromversorgung vorgeschlagen werden, ist die mit ihnen erzielte Stromproduktion relevant. Heutige neue Atomkraftwerke weisen elektrische Leistungen im Bereich von 1.000-1.600 MWe auf. Die SMR-Konzepte, die in dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten auf dieser Seite) betrachtet worden sind, sehen dagegen geplante elektrische Leistungen von 1,5-300 MWe vor. Entsprechend wäre zur Bereitstellung derselben elektrischen Leistung eine um den Faktor 3-1000 größere Anzahl an Anlagen erforderlich. Anstelle von heute circa 400 Reaktoren mit großer Leistung würde dies also den Bau von mehreren tausend bis zehntausend SMR-Anlagen bedeuten. Dieses Ziel liegt in weiter Ferne. Zudem werden verschiedene Risiken, die mit Vervielfachung der Zahl der Anlagen einhergehen, bei der Planung weitgehend vernachlässigt: insbesondere Fragen des Transports, des Rückbaus sowie der Zwischen- und Endlagerung . Wirtschaftlichkeit: Würde sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen? SMR versprechen durch ihre Modularität kürzere Produktionszeiten sowie geringere Produktionskosten. Einzelne Komponenten oder auch der gesamte SMR sollen industriell (massen-)gefertigt und bei Bedarf zu den ausgewählten Standorten zur Installation transportiert werden. Vergleichbar mit einem Baukastenprinzip kann am Standort in kurzer Zeit aus den Komponenten (Modulen) ein einzelner Reaktor mit kleiner Leistung oder auch eine größere Anlage aus mehreren kleinen Reaktor-Modulen errichtet werden. Durch die geringe elektrische Leistung sind die spezifischen Baukosten durch den Verlust der Skaleneffekte höher als bei großen Atomkraftwerken . In dem vom BASE in Auftrag gegebenen Gutachten (siehe Infokasten in der oberen Hälfte dieser Seite) wird eine Produktionskostenrechnung unter Berücksichtigung von Skalen-, Massen- und Lerneffekten aus der Nuklearindustrie aufgemacht: Demnach müssen im Mittel dreitausend SMR produziert werden bevor sich der Einstieg in die SMR-Produktion lohnen würde. Es ist somit nicht zu erwarten, dass der strukturelle Kostennachteil von Reaktoren mit kleiner Leistung durch Lern- bzw. Masseneffekte kompensiert werden kann. Die Bereitstellung von SMR erfolgt wie bei Atomkraftwerken mit großer Leistung überwiegend staatlich bzw. von der Nachfrage (Endkunden, Militär) abgesichert. Zwar entwickeln sich auch Spin-Offs aus staatlich finanzierten Großforschungseinrichtungen und es gibt auch neu gegründete Start-ups, aber deren Geschäftsmodelle beruhen ebenfalls auf langfristiger staatlicher Finanzierung. Insgesamt ist daher nicht abzusehen, dass SMR-Konzepte andere Organisationsmodelle entwickeln können, als sie seit circa 70 Jahren im Bereich der Atomtechnik betrieben werden. Eine weitere wesentliche Begründung für die Entwicklung von SMR-Konzepten ist die Erwartung kürzerer Zeithorizonte, insbesondere geringerer Bauzeiten und unter Umständen auch ein weniger komplizierter Rückbau . Die Betrachtung aktuell im Bau bzw. Betrieb befindlicher Anlagen lässt diese Vermutung als nicht empirisch fundiert erscheinen: Planungs-, Entwicklungs- und Bauzeiten übersteigen die ursprünglichen Zeithorizonte in der Regel um ein Vielfaches. Die Erfahrung mit historischen SMR deuten darauf hin, dass die Betriebszeiten von nicht-wassergekühlten SMR-Vorhaben kurz sind und der Rückbau sich als langwierig erweist. Regulatorische Anforderungen: Wie hoch ist das Sicherheitsrisiko bei SMR? Spezielle Einsatzszenarien wie die Modularität, neue Herstellungsverfahren, Materialien und technologische Lösungen für die Sicherheitsfunktionen erfordern vielfach neue regulatorische Ansätze. Bei einer geplanten, weltweiten Verbreitung von SMR ergeben sich damit vollkommen neue Fragestellungen für die zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden. So liegen bislang keine SMR-spezifischen nationalen oder internationalen Sicherheitsstandards vor. Da viele SMR-Entwickler einen weltweiten Einsatz ihrer SMR-Konzepte anstreben, würde dies eine internationale Standardisierung der Anforderungen erforderlich machen. Dies ist gerade bei etablierten Atomenergiestaaten derzeit nicht absehbar. Insgesamt könnten SMR potenziell sicherheitstechnische Vorteile gegenüber Atomkraftwerken mit großer Leistung erzielen, da sie ein geringeres radioaktives Inventar pro Reaktor aufweisen und durch gezielte Vereinfachungen und einen verstärkten Einsatz der Nutzung passiver Systeme ein höheres Sicherheitsniveau anstreben. Durch ihre geringere Größe versprechen Entwickler ein geringeres Sicherheitsrisiko der Reaktoren. Die hohe Anzahl an Reaktoren zur Bereitstellung signifikanter Mengen elektrischer Leistung und ihre geplante weltweite Nutzung wird das Risiko jedoch wiederum um ein Vielfaches erhöht. Auch verfolgen viele SMR-Konzepte den Anspruch auf reduzierte Sicherheitsanforderungen beispielsweise mit Blick auf die Diversität bei Sicherheitssystemen. Manche SMR-Konzepte fordern sogar den Verzicht auf heutige Anforderungen ein, so im Bereich des anlageninternen Notfallschutzes. Andere verzichten vollständig auf eine externe Notfallschutzplanung. Diese, auch zur Kosteneffizienz verfolgte Sicherheitskonzepte, tragen zu einer Erhöhung der Risiken bei. Zugang zu atomwaffenfähigem Material: Vergrößert SMR das Risiko? Verschiedene nicht-wassergekühlte SMR -Konzepte sehen den Einsatz von höheren Urananreicherungen oder die Nutzung von Plutoniumbrennstoffen sowie von Wiederaufarbeitungstechnologie vor. Dies wirkt sich nachteilig auf die Proliferationsresistenz – also die Erfordernis, den Zugang zu oder die Technologie zur Herstellung von atomwaffenfähigen Material zu verhindern – aus. Als ein weiterer wesentlicher Unterschied von SMR -Konzepten zu heutigen Leistungsreaktoren wird häufig die Nutzung von Systemen genannt, die eine lange Laufzeit aufweisen und als geschlossenes System geliefert würden. Dies könnte durch Versiegelung die Überwachung vereinfachen und Transporte minimieren. Durch den hohen Abbrand wird das Spaltmaterial zudem nach einiger Zeit unattraktiv. Nachteilig wirkt sich aber die hohe erforderliche Menge an Spaltmaterial zu Beginn des Reaktorbetriebs aus. Ein zusätzlicher Aspekt betrifft die Möglichkeiten der Spaltmaterialüberwachung durch die Internationale Atomenergieorganisation. Viele der Standardmethoden zur Spaltmaterialüberwachung passen nicht direkt auf die Besonderheiten von SMR -Konzepten, es stellen sich damit neue Herausforderungen. Gutachten zum Download Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung einer Anwendung von SMR-Konzepten (Small Modular Reactors) Herunterladen (PDF, 3MB, barrierefrei⁄barrierearm) Kurzinformationen zu Small Modular Reactors Small Modular Reactors (SMR) Herunterladen (PDF, 72KB, barrierefrei⁄barrierearm) Informationsseite des World Nuclear Industry Status Reports 2023 World Nuclear Industry Status Report 2023
Zwischenlager Ahaus Das Zwischenlager Ahaus ist ein Zwischenlager zur Aufbewahrung von ausgedienten Brennelementen aus Atomkraftwerken und Forschungsreaktoren sowie von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen, die beim Betrieb und der Stilllegung von AKW anfallen. Mehr erfahren Standort Ahaus, Nordrhein-Westfalen Betreiber BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH und BZA Brennelement-Zwischenlager Ahaus GmbH Genehmigungsbehörde für das Brennelemente-Zwischenlager Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Atomrechtliche Aufsicht Ministerium für Wirtschaft, Industrie, Klimaschutz und Energie (MWIKE) Nordrhein-Westfalen Behälterstellplätze 420 genehmigt 56 belegt mit 329 Behältern Inbetriebnahme 1992 Genehmigt bis 2036 Das Transportbehälterlager Ahaus ist ein Lager zur Aufbewahrung von Kernbrennstoffen und zur Lagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen. Das Lager befindet sich auf dem Gebiet der Stadt Ahaus (westliches Münsterland), etwa 3 Kilometer östlich des Stadtzentrums. Betrieben wird das Lager von der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH und der BZA Brennelement-Zwischenlager Ahaus GmbH . Das Transportbehälterlager Ahaus wurde zwischen 1984 und 1990 errichtet. Die Lagerhalle besteht aus zwei durch einen Empfangs- und Wartungsbereich voneinander getrennten Lagerhallenhälften (Lagerbereiche I und II): Der Lagerbereich I dient bis auf weiteres der Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz (siehe hierzu Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung). Der Lagerbereich II dient derzeit der Aufbewahrung von Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren, von Brennelementen aus dem Rossendorfer Forschungsreaktor und von Brennelementen aus dem Hochtemperaturreaktor in Hamm-Uentrop gemäß Paragraph 6 Atomgesetz. Genehmigungsbehörde nach Paragraph 6 Atomgesetz ist seit dem 30. Juli 2016 das Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung. Es hat diese Aufgabe vom bis dahin zuständigen Bundesamt für Strahlenschutz übernommen. Die atomrechtliche Aufsichtsbehörde ist das Ministerium für Wirtschaft, Innovation, Digitalisierung und Energie des Landes Nordrhein-Westfalen. Genehmigungsbehörde für die vorübergehende Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ist die Bezirksregierung Münster. Lagerbelegung Lagerbelegung Aktuell befinden sich im Transportbehälterlager Ahaus im Lagerbereich II Kernbrennstoffe in insgesamt 329 CASTOR -Behältern: 305 Behälter CASTOR THTR/AVR, 2 Behälter CASTOR V/19, 1 Behälter CASTOR V/19 SN06, 3 Behälter CASTOR V/52 und 18 Behälter CASTOR MTR2. Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Die Aufbewahrungsgenehmigung des BfS vom 7. November 1997 gilt bis zum 31. Dezember 2036. Dementsprechend dürfen im Transportbehälterlager Ahaus maximal 3.960 Megagramm (= 3.960 Tonnen) Kernbrennstoff eingelagert werden. Diese Genehmigung umfasst Kernbrennstoffe in Form bestrahlter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CASTOR -Behältern auf 370 Stellplätzen sowie in Form von Brennelementen des stillgelegten Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktors (THTR-Reaktor), die in 305 kleinen CASTOR -Behältern auf weiteren 50 Stellplätzen stehend aufbewahrt werden. 1. Änderungsgenehmigung Die 1. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 17. Mai 2000. Damit dürfen auch Kernbrennstoffe in Form von WAU- BE (Brennelemente aus wiederaufbereitetem Uran ), Uran - BE mit erhöhter Schwermetallmasse und erhöhter Anfangsanreicherung sowie MOX - BE (Mischoxid-Brennelemente) mit erhöhter Schwermetallmasse und mit einem erhöhten Gehalt an spaltbarem Plutonium aus Druckwasserreaktoren ( DWR ) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR V/19 SN 06 aufbewahrt werden. 2. Änderungsgenehmigung Die 2. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 24. April 2001. Genehmigungsinhalte waren Festlegungen zu den maximal zulässigen Wärmeleistungen der Behälterbauarten, zum Abfertigungsverfahren bei Verwendung einer silberummantelten Metalldichtung für die CASTOR -Behälter, zu geänderten technischen Annahmebedingungen und zur Lagerbelegung. 3. Änderungsgenehmigung Am 30. März 2004 erteilte das BfS die 3. Änderungsgenehmigung. Damit werden nicht nur abgebrannte Brennelemente aus Leistungsreaktoren aufbewahrt, sondern es dürfen auch Brennelemente aus dem Forschungsreaktor Rossendorf in 18 Behältern der Bauart CASTOR MTR2 eingelagert werden. Die CASTOR MTR2 Behälter werden zusammen mit den 305 CASTOR THTR/AVR Behältern aufbewahrt, ohne zusätzliche CASTOR V Stellplätze zu belegen. 4. Änderungsgenehmigung Die 4. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 4. Juli 2008. Damit dürfen die Lüftungsöffnungen der gesamten Lagerhalle auch vollständig geschlossen bleiben. Die Gesamtwärmeleistung der eingelagerten Transport- und Lagerbehälter darf dabei 75 Kilowatt ( kW ) nicht überschreiten. 5. Änderungsgenehmigung Am 22. Dezember 2008 erteilte das BfS die 5. Änderungsgenehmigung. Damit wird die im gesonderten Schreiben zur Anlagensicherung aufgeführte Änderung von Sicherungseinrichtungen genehmigt. 6. Änderungsgenehmigung Am 26. Mai 2010 erteilte das BfS die 6. Änderungsgenehmigung. Damit wird der Betrieb des Transportbehälterlager Ahaus mit Änderungen am 1.400-Kilonewton-Lagerhallenkran sowie Änderungen am Lagerbehälterüberwachungssystem gestattet. Die Änderungen stehen in Zusammenhang mit der Nutzung der Lagerhalle I des Transportbehälterlagers Ahaus für die Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ). Die dafür erforderliche Genehmigung nach Paragraph 7 StrlSchV hatte die Bezirksregierung Münster am 9. November 2009 erteilt. Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung: Die Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH (BZA) und die Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hatten die vorübergehende Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im westlichen Teil der beiden Lagerbereiche (Lagerbereich I) des TBL Ahaus für maximal zehn Jahre bei der Bezirksregierung Münster beantragt. Da es sich hier um ein Genehmigungsverfahren nach Paragraph 7 StrlSchV handelte, war nicht das BfS , sondern die Bezirksregierung Münster die zuständige Genehmigungsbehörde, die die entsprechende Genehmigung am 9. November 2009 erteilte. Diese Genehmigung wurde auf 10 Jahre, beginnend mit der Einlagerung der ersten radioaktiven Stoffe, befristet; die Befristung endet am 20. Juli 2020. Mit Schreiben vom 29. August 2016 haben die GNS und die BZA bei der Bezirksregierung Münster erneut eine Umgangsgenehmigung nach § 7 StrlSchV für die Zwischenlagerung sonstiger radioaktiver Stoffe im Lagerbereich I über den bisherigen 10-Jahreszeitraum hinaus beantragt. Am 17. Juli 2020 hat die Bezirksregierung Münster eine daran anschließende Genehmigung nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) erteilt, die die Aufbewahrung dieser radioaktiven Stoffe bis zum 31.12.2057 im Lagerbereich I des TBL Ahaus gestattet. Eine gleichzeitige Nutzung des Lagerbereichs I nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz für die Lagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und Paragraph 6 Atomgesetz ( AtG ) für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist ausdrücklich nicht vorgesehen. Eine Prüfung, ob zur Erteilung der 6. Änderungsgenehmigung eine Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) durchzuführen ist, ergab, dass dies nicht erforderlich sei. 7. Änderungsgenehmigung Das BfS erteilte die 7. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) am 8. Februar 2016. Mit ihr wird der GNS und der BZA die Erweiterung des baulichen Schutzes des TBL Ahaus gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD ) gestattet. Die beabsichtigten Maßnahmen dienen der Optimierung der Sicherungsmaßnahmen. Zu ihrer Realisierung ist auch eine baurechtliche Genehmigung durch die Stadt Ahaus erforderlich. 8. Änderungsgenehmigung Am 21. Juli 2016 hat das BfS die 8. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet die Aufbewahrung von 152 Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR THTR/AVR mit Kernbrennstoffen in Form von bestrahlten kugelförmigen Brennelementen und Betriebselementen aus dem ehemaligen Betrieb des Versuchsreaktors der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich ( AVR -Inventar). Hintergrund zur 8. Änderungsgenehmigung: Die Kernbrennstoffe in diesen 152 Transport- und Lagerbehältern werden derzeit im AVR -Behälterlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen mbH ( JEN ) auf dem Gelände des Forschungszentrums Jülich aufbewahrt. Die Aufbewahrung der Behälter im AVR -Behälterlager erfolgt, da die Genehmigung nach § 6 AtG für das AVR -Behälterlager am 30. Juni 2013 nach Ablauf der genehmigten Aufbewahrungszeit von 20 Jahren ausgelaufen ist, seit dem 1. Juli 2013 auf Grundlage von Anordnungen nach § 19 Abs. 3 AtG , die die atomrechtliche Aufsichtsbehörde, das Ministeriums für Wirtschaft, Energie, Industrie, Mittelstand und Handwerk des Landes Nordrhein-Westfalen ( MWEIMH ), erlassen hat. In diesem Rahmen hat das MWEIMH am 2. Juli 2014 angeordnet, dass die Kernbrennstoffe unverzüglich aus dem AVR -Behälterlager zu entfernen sind und ihr Verbleib bei einem zum Besitz Berechtigten nach § 5 Abs. 1 Satz 1 sicherzustellen ist. Mit der Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung für das TBL Ahaus sind dessen Betreiber, die GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH und die BZA Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH , nunmehr zu deren Besitz berechtigt. Gleichwohl bedeutet die Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung nicht, dass sofort mit Transporten der Behälter nach Ahaus zu beginnen ist. Zur Gestattung der Transporte bedarf es einer gesonderten Transportgenehmigung nach § 4 AtG . Die Durchführung der Transporte hängt von der Planung der JEN GmbH ab, die parallel weitere Optionen zur Sicherstellung des Verbleibs des AVR -Inventars verfolgt. Zum einen wird die Möglichkeit geprüft, diese Kernbrennstoffe in die USA zu verbringen, zum anderen ist die weitere Aufbewahrung nach § 6 AtG im AVR -Behälterlager beantragt. 9. Änderungsgenehmigung Am 01.08.2017 hat das BASE die 9. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet das Hinzutreten der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) als zusätzlichen Genehmigungsinhaberin. Mit Hinzutreten der BGZ wird das Ausscheiden der Gesellschaft für Nuklearservice mbH ( GNS ) genehmigt. * Unter dem Begriff "nicht-amtliche Lesefassung" ist die Zusammenfassung des in den einzelnen Genehmigungen (Grundgenehmigung plus Änderungsgenehmigungen) ausgesprochenen Gestattungsrahmens ohne genehmigende Wirkung zu verstehen. Aktuelle Genehmigungsverfahren Aktuelle Genehmigungsverfahren In den folgenden laufenden Genehmigungsverfahren werden derzeit die Antragsgegenstände nach dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Darüber hinaus ist für jedes Änderungsvorhaben anhand einer Vorprüfung nach dem Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) festzustellen, ob die Pflicht zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung , die ein formales Öffentlichkeitsbeteiligungsverfahren einschließt, besteht. Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans Mit Schreiben vom 2. April 2013 bzw. mit Schreiben vom 3.April 2013 haben die GNS und die BZA den Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen nach KTA 3902 Abschnitt 4.3 nach § 6 AtG beantragt. UVP-Prüfung Aufbewahrung von Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren Mit Schreiben vom 30. September 2014 hat die GNS um die Wiederaufnahme des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der bestrahlten Brennelemente der Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz der Technischen Universität München im TBL Ahaus gebeten. Die Aufbewahrung der Brennelemente soll in bis zu 21 Behältern der neuen Behälterbauart CASTOR MTR3 im Lagerbereich II des TBL Ahaus erfolgen. Mit der 9. Änderungsgenehmigung vom 01. August 2017 ist die BGZ anstelle der GNS als Genehmigungsinhaberin eingetreten und in diesem Rahmen allen Genehmigungsanträgen als Antragstellerin beigetreten. Mit Datum vom 07.05.2020 hat die BGZ um Fortführung des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der Brennelemente des Berliner Experimentierreaktor (BER II) des Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (HZB) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR MTR3 gebeten. Die beantragte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren ist Teil des umfassenden gemeinsamen Antrags der BZA und der GNS vom 15. September 1995, der hinsichtlich der Forschungsreaktorbrennelemente bislang nur für die Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors beschieden ist (s. oben 3. Änderungsgenehmigung v. 30. März 2004). Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen Mit Schreiben vom 20. Dezember 2006 haben die BZA und die GNS die Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen (CSD-C, Colis Standard de Déchets radioactifs Compactés) in Transport- und Lagerbehältern einer neuen Bauart im östlichen Lagerbereich II nach Paragraph 6 AtG beantragt. Danach sollten ca. 152 Behälter mit CSD-C-Gebinden in das TBL Ahaus eingelagert werden. Die Abfälle stammen aus der Wiederaufarbeitung bei der Orano (vormals AREVA NC, COGEMA) in La Hague und sind von Frankreich nach Deutschland zurückzuführen. Im August 2021 haben die Energieversorgungsunternehmen mit der französischen Wiederaufbereitungsanlage und der Bundesrepublik Deutschland neue Verträge geschlossen, die das TBL Ahaus sowie das Standortzwischenlager Philippsburg betreffen. Diese sehen folgende Vereinbarungen vor: Anstelle der ursprünglich für das TBL Ahaus vorgesehenen ca. 152 Behälter mit hochdruck-kompaktierten Abfällen werden nun 30 leere, im Inneren kontaminierte Transportbehälter ins TBL verbracht. In das Standortzwischenlager Philippsburg werden nun bis zu fünf Behälter mit hochradioaktiven verglasten Abfällen zurückgeführt. Ursprünglich sollten fünf Behälter mit verglasten mittelradioaktiven Abfällen nach Philippsburg transportiert werden. Damit nimmt die Bundesrepublik Deutschland das Aktivitätsinventar - oder anders gesagt die gleiche Menge an Radioaktivität - aus Frankreich zurück, die ursprünglich vereinbart wurde. Das radioaktive Abfallvolumen verringert sich allerdings erheblich, sodass voraussichtlich nur noch ein Transport aus der französischen Wiederaufarbeitung erforderlich sein wird. Ausblick: Nutzung zur Aufbewahrung weiterer Brennelemente aus Forschungsreaktoren Es ist vorgesehen, das Zwischenlager Ahaus für die Aufbewahrung weiterer Brennelemente aus Forschungsreaktoren in Behältern der neuen Bauart Castor MTR3 zu nutzen. Radiologische Fernüberwachung Neben den im Rahmen der Umgebungsüberwachung vorgeschriebenen Messungen des Betreibers führt die atomrechtliche Aufsichtsbehörde Messungen durch, die tagesaktuell veröffentlicht werden: Lagerbelegung Lagerbelegung Aktuell befinden sich im Transportbehälterlager Ahaus im Lagerbereich II Kernbrennstoffe in insgesamt 329 CASTOR -Behältern: 305 Behälter CASTOR THTR/AVR, 2 Behälter CASTOR V/19, 1 Behälter CASTOR V/19 SN06, 3 Behälter CASTOR V/52 und 18 Behälter CASTOR MTR2. Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Erteilte Aufbewahrungsgenehmigungen Die Aufbewahrungsgenehmigung des BfS vom 7. November 1997 gilt bis zum 31. Dezember 2036. Dementsprechend dürfen im Transportbehälterlager Ahaus maximal 3.960 Megagramm (= 3.960 Tonnen) Kernbrennstoff eingelagert werden. Diese Genehmigung umfasst Kernbrennstoffe in Form bestrahlter Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren in CASTOR -Behältern auf 370 Stellplätzen sowie in Form von Brennelementen des stillgelegten Thorium-Hoch-Temperatur-Reaktors (THTR-Reaktor), die in 305 kleinen CASTOR -Behältern auf weiteren 50 Stellplätzen stehend aufbewahrt werden. 1. Änderungsgenehmigung Die 1. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 17. Mai 2000. Damit dürfen auch Kernbrennstoffe in Form von WAU- BE (Brennelemente aus wiederaufbereitetem Uran ), Uran - BE mit erhöhter Schwermetallmasse und erhöhter Anfangsanreicherung sowie MOX - BE (Mischoxid-Brennelemente) mit erhöhter Schwermetallmasse und mit einem erhöhten Gehalt an spaltbarem Plutonium aus Druckwasserreaktoren ( DWR ) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR V/19 SN 06 aufbewahrt werden. 2. Änderungsgenehmigung Die 2. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 24. April 2001. Genehmigungsinhalte waren Festlegungen zu den maximal zulässigen Wärmeleistungen der Behälterbauarten, zum Abfertigungsverfahren bei Verwendung einer silberummantelten Metalldichtung für die CASTOR -Behälter, zu geänderten technischen Annahmebedingungen und zur Lagerbelegung. 3. Änderungsgenehmigung Am 30. März 2004 erteilte das BfS die 3. Änderungsgenehmigung. Damit werden nicht nur abgebrannte Brennelemente aus Leistungsreaktoren aufbewahrt, sondern es dürfen auch Brennelemente aus dem Forschungsreaktor Rossendorf in 18 Behältern der Bauart CASTOR MTR2 eingelagert werden. Die CASTOR MTR2 Behälter werden zusammen mit den 305 CASTOR THTR/AVR Behältern aufbewahrt, ohne zusätzliche CASTOR V Stellplätze zu belegen. 4. Änderungsgenehmigung Die 4. Änderungsgenehmigung erteilte das BfS am 4. Juli 2008. Damit dürfen die Lüftungsöffnungen der gesamten Lagerhalle auch vollständig geschlossen bleiben. Die Gesamtwärmeleistung der eingelagerten Transport- und Lagerbehälter darf dabei 75 Kilowatt ( kW ) nicht überschreiten. 5. Änderungsgenehmigung Am 22. Dezember 2008 erteilte das BfS die 5. Änderungsgenehmigung. Damit wird die im gesonderten Schreiben zur Anlagensicherung aufgeführte Änderung von Sicherungseinrichtungen genehmigt. 6. Änderungsgenehmigung Am 26. Mai 2010 erteilte das BfS die 6. Änderungsgenehmigung. Damit wird der Betrieb des Transportbehälterlager Ahaus mit Änderungen am 1.400-Kilonewton-Lagerhallenkran sowie Änderungen am Lagerbehälterüberwachungssystem gestattet. Die Änderungen stehen in Zusammenhang mit der Nutzung der Lagerhalle I des Transportbehälterlagers Ahaus für die Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Stoffen gemäß Paragraph 7 Strahlenschutzverordnung ( StrlSchV ). Die dafür erforderliche Genehmigung nach Paragraph 7 StrlSchV hatte die Bezirksregierung Münster am 9. November 2009 erteilt. Hintergrund zur 6. Änderungsgenehmigung: Die Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH (BZA) und die Gesellschaft für Nuklear-Service mbH ( GNS ) hatten die vorübergehende Zwischenlagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen im westlichen Teil der beiden Lagerbereiche (Lagerbereich I) des TBL Ahaus für maximal zehn Jahre bei der Bezirksregierung Münster beantragt. Da es sich hier um ein Genehmigungsverfahren nach Paragraph 7 StrlSchV handelte, war nicht das BfS , sondern die Bezirksregierung Münster die zuständige Genehmigungsbehörde, die die entsprechende Genehmigung am 9. November 2009 erteilte. Diese Genehmigung wurde auf 10 Jahre, beginnend mit der Einlagerung der ersten radioaktiven Stoffe, befristet; die Befristung endet am 20. Juli 2020. Mit Schreiben vom 29. August 2016 haben die GNS und die BZA bei der Bezirksregierung Münster erneut eine Umgangsgenehmigung nach § 7 StrlSchV für die Zwischenlagerung sonstiger radioaktiver Stoffe im Lagerbereich I über den bisherigen 10-Jahreszeitraum hinaus beantragt. Am 17. Juli 2020 hat die Bezirksregierung Münster eine daran anschließende Genehmigung nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz ( StrlSchG ) erteilt, die die Aufbewahrung dieser radioaktiven Stoffe bis zum 31.12.2057 im Lagerbereich I des TBL Ahaus gestattet. Eine gleichzeitige Nutzung des Lagerbereichs I nach Paragraph 12 Strahlenschutzgesetz für die Lagerung von schwach- und mittelradioaktiven Abfällen und Paragraph 6 Atomgesetz ( AtG ) für die Aufbewahrung von Kernbrennstoffen ist ausdrücklich nicht vorgesehen. Eine Prüfung, ob zur Erteilung der 6. Änderungsgenehmigung eine Umweltverträglichkeitsprüfung ( UVP ) durchzuführen ist, ergab, dass dies nicht erforderlich sei. 7. Änderungsgenehmigung Das BfS erteilte die 7. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) am 8. Februar 2016. Mit ihr wird der GNS und der BZA die Erweiterung des baulichen Schutzes des TBL Ahaus gegen Störmaßnahmen und sonstige Einwirkungen Dritter ( SEWD ) gestattet. Die beabsichtigten Maßnahmen dienen der Optimierung der Sicherungsmaßnahmen. Zu ihrer Realisierung ist auch eine baurechtliche Genehmigung durch die Stadt Ahaus erforderlich. 8. Änderungsgenehmigung Am 21. Juli 2016 hat das BfS die 8. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet die Aufbewahrung von 152 Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR THTR/AVR mit Kernbrennstoffen in Form von bestrahlten kugelförmigen Brennelementen und Betriebselementen aus dem ehemaligen Betrieb des Versuchsreaktors der Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor Jülich ( AVR -Inventar). Hintergrund zur 8. Änderungsgenehmigung: Die Kernbrennstoffe in diesen 152 Transport- und Lagerbehältern werden derzeit im AVR -Behälterlager der Jülicher Entsorgungsgesellschaft für Nuklearanlagen mbH ( JEN ) auf dem Gelände des Forschungszentrums Jülich aufbewahrt. Die Aufbewahrung der Behälter im AVR -Behälterlager erfolgt, da die Genehmigung nach § 6 AtG für das AVR -Behälterlager am 30. Juni 2013 nach Ablauf der genehmigten Aufbewahrungszeit von 20 Jahren ausgelaufen ist, seit dem 1. Juli 2013 auf Grundlage von Anordnungen nach § 19 Abs. 3 AtG , die die atomrechtliche Aufsichtsbehörde, das Ministeriums für Wirtschaft, Energie, Industrie, Mittelstand und Handwerk des Landes Nordrhein-Westfalen ( MWEIMH ), erlassen hat. In diesem Rahmen hat das MWEIMH am 2. Juli 2014 angeordnet, dass die Kernbrennstoffe unverzüglich aus dem AVR -Behälterlager zu entfernen sind und ihr Verbleib bei einem zum Besitz Berechtigten nach § 5 Abs. 1 Satz 1 sicherzustellen ist. Mit der Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung für das TBL Ahaus sind dessen Betreiber, die GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH und die BZA Brennelement -Zwischenlager Ahaus GmbH , nunmehr zu deren Besitz berechtigt. Gleichwohl bedeutet die Erteilung der 8. Änderungsgenehmigung nicht, dass sofort mit Transporten der Behälter nach Ahaus zu beginnen ist. Zur Gestattung der Transporte bedarf es einer gesonderten Transportgenehmigung nach § 4 AtG . Die Durchführung der Transporte hängt von der Planung der JEN GmbH ab, die parallel weitere Optionen zur Sicherstellung des Verbleibs des AVR -Inventars verfolgt. Zum einen wird die Möglichkeit geprüft, diese Kernbrennstoffe in die USA zu verbringen, zum anderen ist die weitere Aufbewahrung nach § 6 AtG im AVR -Behälterlager beantragt. 9. Änderungsgenehmigung Am 01.08.2017 hat das BASE die 9. Änderungsgenehmigung ( nichtamtliche Lesefassung *) zur Aufbewahrungsgenehmigung für das TBL Ahaus erteilt. Diese gestattet das Hinzutreten der BGZ Gesellschaft für Zwischenlagerung mbH (BGZ) als zusätzlichen Genehmigungsinhaberin. Mit Hinzutreten der BGZ wird das Ausscheiden der Gesellschaft für Nuklearservice mbH ( GNS ) genehmigt. * Unter dem Begriff "nicht-amtliche Lesefassung" ist die Zusammenfassung des in den einzelnen Genehmigungen (Grundgenehmigung plus Änderungsgenehmigungen) ausgesprochenen Gestattungsrahmens ohne genehmigende Wirkung zu verstehen. Aktuelle Genehmigungsverfahren Aktuelle Genehmigungsverfahren In den folgenden laufenden Genehmigungsverfahren werden derzeit die Antragsgegenstände nach dem Stand von Wissenschaft und Technik geprüft. Darüber hinaus ist für jedes Änderungsvorhaben anhand einer Vorprüfung nach dem Gesetz über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) festzustellen, ob die Pflicht zur Durchführung einer Umweltverträglichkeitsprüfung , die ein formales Öffentlichkeitsbeteiligungsverfahren einschließt, besteht. Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans Mit Schreiben vom 2. April 2013 bzw. mit Schreiben vom 3.April 2013 haben die GNS und die BZA den Austausch des vorhandenen Lagerhallenkrans zur Erfüllung der erhöhten Anforderungen nach KTA 3902 Abschnitt 4.3 nach § 6 AtG beantragt. UVP-Prüfung Aufbewahrung von Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren Mit Schreiben vom 30. September 2014 hat die GNS um die Wiederaufnahme des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der bestrahlten Brennelemente der Forschungsneutronenquelle Heinz Maier-Leibnitz der Technischen Universität München im TBL Ahaus gebeten. Die Aufbewahrung der Brennelemente soll in bis zu 21 Behältern der neuen Behälterbauart CASTOR MTR3 im Lagerbereich II des TBL Ahaus erfolgen. Mit der 9. Änderungsgenehmigung vom 01. August 2017 ist die BGZ anstelle der GNS als Genehmigungsinhaberin eingetreten und in diesem Rahmen allen Genehmigungsanträgen als Antragstellerin beigetreten. Mit Datum vom 07.05.2020 hat die BGZ um Fortführung des atomrechtlichen Genehmigungsverfahrens zur Aufbewahrung der Brennelemente des Berliner Experimentierreaktor (BER II) des Helmholtz-Zentrum Berlin für Materialien und Energie (HZB) in Transport- und Lagerbehältern der Bauart CASTOR MTR3 gebeten. Die beantragte Aufbewahrung von bestrahlten Brennelementen aus deutschen Forschungsreaktoren ist Teil des umfassenden gemeinsamen Antrags der BZA und der GNS vom 15. September 1995, der hinsichtlich der Forschungsreaktorbrennelemente bislang nur für die Brennelemente des Rossendorfer Forschungsreaktors beschieden ist (s. oben 3. Änderungsgenehmigung v. 30. März 2004). Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen Mit Schreiben vom 20. Dezember 2006 haben die BZA und die GNS die Aufbewahrung von hochdruckkompaktierten radioaktiven Abfällen (CSD-C, Colis Standard de Déchets radioactifs Compactés) in Transport- und Lagerbehältern einer neuen Bauart im östlichen Lagerbereich II nach Paragraph 6 AtG beantragt. Danach sollten ca. 152 Behälter mit CSD-C-Gebinden in das TBL Ahaus eingelagert werden. Die Abfälle stammen aus der Wiederaufarbeitung bei der Orano (vormals AREVA NC, COGEMA) in La Hague und sind von Frankreich nach Deutschland zurückzuführen. Im August 2021 haben die Energieversorgungsunternehmen mit der französischen Wiederaufbereitungsanlage und der Bundesrepublik Deutschland neue Verträge geschlossen, die das TBL Ahaus sowie das Standortzwischenlager Philippsburg betreffen. Diese sehen folgende Vereinbarungen vor: Anstelle der ursprünglich für das TBL Ahaus vorgesehenen ca. 152 Behälter mit hochdruck-kompaktierten Abfällen werden nun 30 leere, im Inneren kontaminierte Transportbehälter ins TBL verbracht. In das Standortzwischenlager Philippsburg werden nun bis zu fünf Behälter mit hochradioaktiven verglasten Abfällen zurückgeführt. Ursprünglich sollten fünf Behälter mit verglasten mittelradioaktiven Abfällen nach Philippsburg transportiert werden. Damit nimmt die Bundesrepublik Deutschland das Aktivitätsinventar - oder anders gesagt die gleiche Menge an Radioaktivität - aus Frankreich zurück, die ursprünglich vereinbart wurde. Das radioaktive Abfallvolumen verringert sich allerdings erheblich, sodass voraussichtlich nur noch ein Transport aus der französischen Wiederaufarbeitung erforderlich sein wird. Broschüre zum Download Rücknahme von radioaktiven Abfällen aus der Wiederaufarbeitung Label: Broschüre Herunterladen (PDF, 4MB, barrierefrei⁄barrierearm) Printversion bestellen
Stilllegung kerntechnischer Anlagen Was passiert bei der Stilllegung kerntechnischer Anlagen? In Deutschland wurde bereits eine große Zahl von Leistungs- und Prototypreaktoren, Forschungsreaktoren und Anlagen der Kernbrennstoffver- und -entsorgung stillgelegt. Einige Anlagen sind bereits vollständig abgebaut worden. Hierbei gibt es verschiedene Stilllegungsstrategien. Nach der endgültigen Abschaltung einer kerntechnischen Anlage schließt sich die Nachbetriebsphase an, während die Arbeiten zur Vorbereitung der Stilllegung durchgeführt werden. Die sich an die Nachbetriebsphase anschließende Stilllegung einer kerntechnischen Anlage erfordert ein umfassendes Genehmigungsverfahren, welches insbesondere Aspekte des Strahlenschutzes und mögliche Auswirkungen auf die Umwelt mit einschließt. Nicht nur Leistungsreaktoren werden am Ende ihrer Betriebszeit stillgelegt, sondern auch andere Arten von kerntechnischen Anlagen mit einer Genehmigung nach § 7 Atomgesetz , wie Prototyp- und Forschungsreaktoren sowie Anlagen der Kernbrennstoffver- und -entsorgung. Das BASE führt Tabellen mit den in Stilllegung und in Betrieb befindlichen kerntechnischen Anlagen in Deutschland. Luftaufnahme des seit 1995 in Stilllegung befindlichen Kernkraftwerks in Greifswald (KGR) © EWN GmbH Im Atomgesetz ( AtG ) sind für die in Deutschland im Betrieb befindlichen Kernkraftwerke individuelle Elektrizitätsmengen festgelegt, die die einzelne Anlage produzieren durfte, bevor ihre Betriebsgenehmigung erloschen ist. Seit August 2011 hat das Atomgesetz zudem für alle Kernkraftwerke feste Abschalttermine bestimmt. Hieraus resultierten die schrittweise Abschaltung und Stilllegung aller Leistungsreaktoren in Deutschland. Mit Ablauf des 15. April 2023 sind nun auch die letzten drei bis dahin noch in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke endgültig außer Betrieb gegangen. Kontamination und Aktivierung Arbeiten zur Gebäudedekontamination durch Oberflächenabtrag © EWN GmbH Jede Anlage, in der mit radioaktiven Stoffen umgegangen wurde, ist mehr oder weniger mit diesen Stoffen kontaminiert, das heißt, es finden sich Reste dieser Stoffe auf Oberflächen, in Behältern oder in Rohrleitungen. Durch geeignete Dekontaminationsverfahren können diese Kontaminationen wieder entfernt werden. Dazu werden die betroffenen Oberflächen mechanisch oder chemisch abgetragen. Wenn dies erfolgreich ist, können die entsprechenden Stoffe als nicht radioaktives Material wiederverwertet oder beseitigt werden ( vgl. Freigabe ). Als radioaktiver Abfall fällt dann nur Abfallmassen von Oberflächenabtrag und ggf. erforderlichen Hilfsstoffe an. Die Dekontamination bietet damit eine Möglichkeit das radioaktive Gesamtabfallaufkommen während der Stilllegungsphase einer kerntechnischen Anlage zu reduzieren. Bei Reaktoren tritt zusätzlich die sogenannte Aktivierung der kernnahen Materialien auf. Das heißt, dass durch die Einwirkung von Neutronen während des Reaktorbetriebes ein sehr kleiner Teil des Materials selbst radioaktiv wird. Die Aktivierung betrifft das gesamte jeweilige Materialvolumen und ist deshalb nicht durch Dekontaminationstechniken entfernbar. Diese Teile werden als radioaktiver Abfall entsorgt oder mit dem Ziel der Aktivitätsreduzierung für eine bestimmte Zeit gelagert ( vgl. Abklinglagerung). Informationen zur Dekontamination Was ist eine Dekontamination? Wird dabei Säure verwendet? In Leichtwasserreaktoren kommt es im Primärkreislauf während des Betriebs zu einem Aktivitätsaufbau bei den Komponenten ( z.B. Rohre, Pumpen), die mit Kühlwasser in Kontakt kommen. Dadurch erhöhen sich im Umfeld des Primärkreislaufs die Dosisleistungswerte. Dies bedeutet eine potentielle Strahlenbelastung für das in diesem Anlagenbereich tätig werdende Personal, weshalb seit über 50 Jahren weltweit die sogenannte (Primärkreis-) Dekontamination in Reaktoren zur Reduzierung dieser Aktivität durchgeführt wird. Bei dieser Dekontamination werden Teile des Primärkreislaufs mittels qualifizierter Verfahren und spezieller Chemikalien, wie z.B. Säure, gereinigt. Dadurch kann die vorhandene Aktivität um mehr als 90 Prozent gesenkt werden. Die Intensität der Dekontamination und der hiermit verbundene Materialabtrag kann gesteuert werden und hängt u.a. davon ab, ob das AKW danach weiterläuft oder das AKW danach rückgebaut wird. Warum wird vor dem Rückbau eine Dekontamination durchgeführt? Zum einen wird mit einer Dekontamination die Strahlenbelastung für das Personal verringert. Zum anderen wird durch eine Dekontamination die Menge an radioaktivem Abfall reduziert, welche zwischen- und endgelagert werden muss. Es liegt im Ermessen des Betreibers , ob er zur Vorbereitung des Rückbaus die Dekontamination des Primärkreislaufs einplant. Die Durchführung muss durch die gültige Genehmigung abgedeckt sein und wird aufsichtlich durch die zuständige Behörde überwacht. Somit kann eine Dekontamination während der Nachbetriebsphase des AKW - im Rahmen der Betriebsgenehmigung - vom AKW-Betreiber beauftragt werden. Die Dekontamination kann aber auch – nach einer entsprechend erteilten Genehmigung - während der Stilllegungsphase eines AKW stattfinden. Findet die Dekontamination auch bei AKW im Ausland statt? Bei der (Primärkreis-) Dekontamination handelt es sich um ein etabliertes Verfahren, das den Stand der Technik abbildet und seit über 50 Jahren weltweit durchgeführt wird. In manchen AKW wurde der Leistungsbetrieb anschließend fortgeführt, beispielsweise im schwedischen AKW Oskarshamn 1 oder im finnischen AKW Loviisa2. Zur Vorbereitung eines Rückbaus ist die Dekontamination beispielsweise im US-amerikanischen AKW Haddam Neck und in vielen deutschen AKW ( z.B. Stade, Obrigheim, Biblis) durchgeführt worden. Stilllegungsstrategien Thermisches Zerlegen eines Bauteils in der Zentralen Aktiven Werkstatt © EWN GmbH Es gibt verschiedene Stilllegungsstrategien: So können Anlagen entweder direkt nach ihrer Abschaltung abgebaut oder zunächst für einige Jahre sicher eingeschlossen werden, um vor dem nachfolgenden Abbau eine Reduzierung des Aktivitätsinventars durch radioaktiven Zerfall zu erreichen (sicherer Einschluss). Das Atomgesetz fordert für Leistungsreaktoren, deren Berechtigung zum Leistungsbetrieb erloschen ist, diese unverzüglich stillzulegen und abzubauen. Stilllegungsstrategien können auch Mischformen aus diesen beiden grundlegenden Alternativen sein. So kann durch den Ausbau unzerlegter Großkomponenten, deren Zwischenlagerung und spätere Zerlegung der Stilllegungsablauf insgesamt optimiert werden. In Deutschland ist bereits eine große Zahl von Leistungs- und Prototypreaktoren, Forschungsreaktoren und Anlagen der Kernbrennstoffver- und Entsorgung stillgelegt worden. Einige Anlagen sind bereits vollständig abgebaut worden, das heißt, die Anlagengebäude wurden abgerissen und das Anlagengelände wurde freigegeben und rekultiviert. Es liegen in Deutschland also praktische Stilllegungserfahrungen vor. Leitfaden zur Stilllegung kerntechnischer Anlagen Für die Stilllegung kerntechnischer Anlagen gibt es in Deutschland kein eigenes Regelwerk. Die Stilllegung wurde vielmehr in die nukleare Gesetzgebung integriert. Um eine Übersicht über die bei der Stilllegung zu beachtenden rechtlichen Aspekte zu geben, wurde der Stilllegungsleitfaden erarbeitet. Interessenten können den Leitfaden zur Stilllegung , zum sicheren Einschluss und zum Abbau von Anlagen oder Anlagenteilen nach § 7 des Atomgesetzes im Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz in der Rubrik "3 Bekanntmachungen des BMUV und des vormals zuständigen BMI " herunterladen. Informationen zur Dekontamination Was ist eine Dekontamination? Wird dabei Säure verwendet? In Leichtwasserreaktoren kommt es im Primärkreislauf während des Betriebs zu einem Aktivitätsaufbau bei den Komponenten ( z.B. Rohre, Pumpen), die mit Kühlwasser in Kontakt kommen. Dadurch erhöhen sich im Umfeld des Primärkreislaufs die Dosisleistungswerte. Dies bedeutet eine potentielle Strahlenbelastung für das in diesem Anlagenbereich tätig werdende Personal, weshalb seit über 50 Jahren weltweit die sogenannte (Primärkreis-) Dekontamination in Reaktoren zur Reduzierung dieser Aktivität durchgeführt wird. Bei dieser Dekontamination werden Teile des Primärkreislaufs mittels qualifizierter Verfahren und spezieller Chemikalien, wie z.B. Säure, gereinigt. Dadurch kann die vorhandene Aktivität um mehr als 90 Prozent gesenkt werden. Die Intensität der Dekontamination und der hiermit verbundene Materialabtrag kann gesteuert werden und hängt u.a. davon ab, ob das AKW danach weiterläuft oder das AKW danach rückgebaut wird. Warum wird vor dem Rückbau eine Dekontamination durchgeführt? Zum einen wird mit einer Dekontamination die Strahlenbelastung für das Personal verringert. Zum anderen wird durch eine Dekontamination die Menge an radioaktivem Abfall reduziert, welche zwischen- und endgelagert werden muss. Es liegt im Ermessen des Betreibers , ob er zur Vorbereitung des Rückbaus die Dekontamination des Primärkreislaufs einplant. Die Durchführung muss durch die gültige Genehmigung abgedeckt sein und wird aufsichtlich durch die zuständige Behörde überwacht. Somit kann eine Dekontamination während der Nachbetriebsphase des AKW - im Rahmen der Betriebsgenehmigung - vom AKW-Betreiber beauftragt werden. Die Dekontamination kann aber auch – nach einer entsprechend erteilten Genehmigung - während der Stilllegungsphase eines AKW stattfinden. Findet die Dekontamination auch bei AKW im Ausland statt? Bei der (Primärkreis-) Dekontamination handelt es sich um ein etabliertes Verfahren, das den Stand der Technik abbildet und seit über 50 Jahren weltweit durchgeführt wird. In manchen AKW wurde der Leistungsbetrieb anschließend fortgeführt, beispielsweise im schwedischen AKW Oskarshamn 1 oder im finnischen AKW Loviisa2. Zur Vorbereitung eines Rückbaus ist die Dekontamination beispielsweise im US-amerikanischen AKW Haddam Neck und in vielen deutschen AKW ( z.B. Stade, Obrigheim, Biblis) durchgeführt worden. Weitere Informationen Stilllegungsleitfaden Herunterladen (PDF, 628KB, barrierefrei⁄barrierearm) Stilllegung kerntechnischer Anlagen in Europa
Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. Seit der Mitte des 20. Jahrhunderts werden Reaktorkonzepte erforscht, die sich von Leichtwasserreaktoren teils signifikant unterscheiden. Diese sollen laut den Entwickler:innen Vorteile gegenüber heute weit verbreiteten Leichtwasserreaktoren aufweisen. Die wissenschaftliche Studie kommt zu dem Schluss, dass bei diesen Konzepten weiterhin zahlreiche sicherheitstechnische und ökonomische Fragestellungen offen sind. Sie werden bis zur Mitte dieses Jahrhunderts nicht in relevantem Umfang zum Einsatz kommen. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie sollen als Lösungsstrategie zur Dekarbonisierung der Stromerzeugung sowie teilweise auch der Wärmeversorgung für den Industrie- und Wohnsektor beitragen. Studie: "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von solchen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. Die Unterschiede finden sich meist bei Kühlmittel, Moderator , Neutronenspektrum sowie Art und Form des Brennstoffs. Die untersuchten Konzepte sind: Natriumgekühlte Schnelle Reaktoren (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlte Schnelle Reaktoren (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Gasgekühlte Schnelle Reaktoren (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Salzschmelzereaktoren (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktoren (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Hochtemperaturreaktoren (Very High Temperature Reactor, VHTR) Beschleunigergetriebene Systeme (ADS) Die ersten sechs Reaktorkonzepte werden teilweise auch als „Generation IV“-Konzepte bezeichnet, da sie von dem sogenannten „Generation IV International Forum“ (GIF) mitentwickelt werden. Bei dem GIF handelt es sich um einen 2001 gegründeten, internationalen Verbund von Staaten und Industrieunternehmen, welche die Entwicklung der entsprechenden Reaktorkonzepte voranzutreiben versuchen. Studie betrachtet Sicherheit der Reaktorkonzepte und Entsorgungsfrage Die untersuchten Konzepte wurden anhand der Kriterien des technologischen Entwicklungsstands, der Sicherheit, Ver- und Entsorgungsfragen, Proliferationsrisiken und der erwarteten Kosten bewertet. Die Studie kommt zum Ergebnis: In manchen Kategorien weisen die untersuchten Reaktorkonzepte Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren auf. Es ist aber nicht zu erwarten, dass eines der Konzepte in allen Bereichen Vorteile aufweisen wird. In einzelnen Bereichen sind auch Nachteile gegenüber heutigen Leichtwasserreaktoren absehbar. Einige Reaktorkonzepte werfen neue sicherheitstechnische Fragestellungen auf. Beispielsweise die Möglichkeit von Kühlmittelbränden bei natriumgekühlten Reaktoren, ein verstärktes Auftreten von Korrosion bei Salzschmelzereaktoren oder eine schwierigere Regelbarkeit des Reaktors aufgrund einer anspruchsvolleren Neutronenphysik bei schnellen Reaktoren, bedingt durch einen geringeren Anteil verzögerter Neutronen . Trotz der Tatsache, dass die Reaktorkonzepte teils seit Jahrzehnten in Entwicklung sind, existiert bis heute kein kommerziell konkurrenzfähiges Reaktorkonzept. Der weitere Zeitbedarf für die Entwicklung der untersuchten Konzepte wird im Bereich von mehreren Jahrzehnten gesehen. Teilweise könnten die untersuchten Konzepte Kostenvorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Es ist nicht davon auszugehen, dass diese Kostenvorteile die bisherigen Kostennachteile heutiger Leichtwasserreaktoren gegenüber anderen Stromerzeugungstechnologien, insbesondere erneuerbaren Energien, ausgleichen oder gar in einen Kostenvorteil umkehren könnten. In Summe geht die Studie davon aus, dass die untersuchten Konzepte bis zur Mitte des 21. Jahrhunderts nicht im relevanten Umfang zum Einsatz kommen werden. Einfluss alternativer Reaktorkonzepte auf radioaktive Abfallmengen Das Vorhaben untersuchte, in welchem Umfang alternative Reaktorkonzepte radioaktive Abfälle erzeugen oder sogar reduzieren können und wie sich diese Abfälle von jenen aus Leichtwasserreaktoren unterscheiden. Diese Fragen lassen sich jedoch nicht pauschal beantworten. Das liegt zum einen daran, dass sich die Technologien noch in der Entwicklung befinden und zum anderem daran, dass dies maßgeblich davon abhängt, in welches System aus Kernkraftwerken die alternativen Reaktorkonzepte integriert werden. Beispielsweise ob eine Wiederaufbereitung angedacht ist. Eigenschaften der Abfälle Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. Entwicklungsstand der Reaktorkonzepte in anderen Ländern Die Studie untersuchte auch die Forschungs- und Entwicklungstätigkeiten zu den Reaktorkonzepten im Ausland. Die Auswertung ausgewählter Länder ergab, dass neben dem (fraglichen) Ziel einer günstigen Erzeugung von Strom (und ggf. Wärme) folgende Motive vorhanden sind: Geopolitischer Einfluss (beispielsweise die Möglichkeit durch Exporte Einfluss auf die Atom -Programme anderer Länder zu nehmen), Nutzung von Synergien mit militärischen Atom -Programmen, Aufrechterhaltung von Wissen und industriellen Kapazitäten im Bereich der Kernenergie, die Dekarbonisierung des Energiesystems, die Entwicklung eines sogenannten geschlossenen Brennstoffkreislaufs; also der Möglichkeit durch Wiederaufbereitung einen Teil der Abfälle aus Leichtwasserreaktoren zu nutzen oder neuen Brennstoff für Leichtwasserreaktoren zu erbrüten. Im Rahmen der Studie wurden die Forschungsaktivitäten der USA , Chinas, Russlands (Staaten mit Atomwaffen und Atomkraftwerken ), Südkoreas und Belgiens (Staaten mit Atomkraftwerken aber ohne Atomwaffen) sowie Polen (ein potentielles Einstiegsland in die Atomenergie) auf dem Gebiet von alternativen Reaktorkonzepten vertieft analysiert. USA Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Untersuchung ausgewählter Regelwerke Damit ein Kernkraftwerk gebaut und betrieben werden darf, muss im Vorfeld ein Sicherheitsnachweis erbracht werden. Darin muss der Betreiber darlegen, welche Risiken von der Anlage ausgehen und welche Maßnahmen er zu Reduzierung dieser Risiken ergreift. Das nationale Regelwerk eines Landes legt dabei fest, welche Anforderungen ein Reaktor erbringen muss, um eine Genehmigung zu erhalten. Die Regelwerke legen zum einen grundlegende Anforderungen fest (zielorientierte Regelwerke), zum anderen geben sie auch konkrete technische Ausführungen vor bzw. stellen Anforderungen mit Bezug auf konkrete technologische Lösungen (präskriptive Regelwerke). Die Regelwerke wurden überwiegend auf Basis der Erkenntnisse aus Bau und Betrieb der heutigen, wassergekühlten Reaktorkonzepte entwickelt. Die untersuchten alternativen Reaktorkonzepte unterscheiden sich jedoch in mehreren Aspekten deutlich von wassergekühlten Reaktorkonzepten. Die präskriptiven Regeln sind daher oft nicht direkt auf alternative Reaktorkonzepte übertragbar. Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Eigenschaften der Abfälle Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. USA Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download Fachlicher Abschlussbericht Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download - Kurzfassung Fachlicher Abschlussbericht - Kurzfassung Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 279KB, barrierefrei⁄barrierearm) Weitere Informationen zum Thema Alternative Reaktorkonzepte Antwort des BMUV auf Kleine Anfrage im Deutschen Bundestag zur Erstellung der Studie Antwortschreiben auf Kleine Anfrage zur BASE-Studie "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstands, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Herunterladen (PDF, 154KB, nicht barrierefrei)
Analyse und Bewertung des Entwicklungsstands, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte BASE-Forschungsprojekt Themenfeld: Nukleare Sicherheit Status: abgeschlossen Finanzierung: BASE-Forschungsbudget Projektbeschreibung Projektdaten Förderkennzeichen 4721F50501 Ausführende Stelle Öko-Institut. Institut für angewandte Ökologie e.V., Freiburg Unterauftragnehmer Fachgebiet Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik der Technischen Universität Berlin, Berlin und Physikerbüro Bremen, Bremen Projektzeitraum 12.2021 - 10.2023 Bewilligte Summe 274.000 € Art der Finanzierung BASE-Forschungsbudget Im Forschungsvorhaben wurden alternative Reaktorkonzepte untersucht. Diese sollen laut deren Entwicklern Vorteile im Bereich Sicherheit, Nachhaltigkeit, Wirtschaftlichkeit und Proliferationsresistenz gegenüber bestehenden Leichtwasserkonzepten aufweisen. Arbeitspakete In Arbeitspaket 1 wurden sieben Technologielinien sowie zehn konkrete Reaktorkonzepte bewertet. Folgende Punkte wurden dabei detailliert betrachtet: die Gewährleistung von Sicherheit Fragen der Ver- und Entsorgung Wirtschaftlichkeit Proliferationsresistenz technischer Entwicklungsstand. In Arbeitspaket 2 wurden internationale Bestrebungen zur Entwicklung und Einführung von alternativen Reaktorkonzepten untersucht. Schwerpunkt der Analyse waren: die USA Russland China Südkorea Belgien Polen. In Arbeitspaket 3 wurden die relevanten Regelwerke untersucht: die internationalen Regelwerke der IAEA , der OECD/NEA , der WENRA die nationalen Regelwerke der USA, Kanadas sowie des Vereinigten Königreichs. Arbeitspaket 4 untersuchte folgende Fragestellungen: Inwiefern unterscheiden sich die anfallenden Abfälle von den Abfällen von Leichtwasserreaktoren? Welche Auswirkungen ergeben sich daraus auf die Endlagerung ? Wie könnten sich die Abfallmengen verändern? Ergebnisse Die wesentlichen Erkenntnisse zu den betrachteten Schwerpunkten sind: Nachhaltigkeit: Ein Endlager bleibt erforderlich. Abfallmengen ließen sich gegebenenfalls geringfügig reduzieren. Mit Blick auf die Entsorgung werden aber keine signifikanten Vorteile erwartet, dafür teils neue Problemstellungen. Sicherheit: In Teilaspekten haben die Konzepte Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren, dafür kommen neue Sicherheitsfragen hinzu. Aufgrund der frühen Entwicklungsphase liegt noch kein klares Bild vor. Wirtschaftlichkeit: Alternative Reaktorkonzepte könnten einmal Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Diese reichen absehbar aber nicht aus, um wettbewerbsfähig mit nicht-nuklearen Alternativen zu sein. Verfügbarkeit : Der Zeitbedarf bis ein marktreifes Konzept vorliegt, liegt vermutlich bei Jahrzehnten. Es ist unwahrscheinlich, dass alternative Reaktorkonzepte bis zur Mitte des Jahrhunderts einen signifikanten Anteil an der Energieversorgung haben werden. Kontakt E-Mail ingo.kock@base.bund.de Zwischenbericht alternative Reaktorkonzepte Sogenannte neuartige Reaktorkonzepte Herunterladen (PDF, 5MB, barrierefrei⁄barrierearm) Abschlussbericht alternative Reaktorkonzepte Fachlicher Abschlussbericht Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Final report Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Weiterführende Informationen BASE-Studie: Alternative Reaktorkonzepte lösen das Endlagerproblem nicht Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Alternative Reaktorkonzepte Sicherheit von alternativen Reaktorkonzepten: BASE startet Forschungsvorhaben
Kann ein Unfall wie in Tschornobyl auch in deutschen Kernkraftwerken passieren? Die Reaktor-Sicherheitskommission ( RSK ) stellte im November 1986 zur Übertragbarkeit des Unfalls von Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) auf deutsche Anlagen fest, " dass eine prompt kritische Leistungsexkursion, wie sie sich in Tschernobyl ereignet hatte, aufgrund der inhärenten physikalischen Eigenschaften und der technischen Ausrüstung in einem Leichtwasserreaktor deutscher Bauart ausgeschlossen sei und dass das Sicherheitskonzept von Kernkraftwerken in der Bundesrepublik Deutschland durch den Unfall in Tschernobyl nicht in Frage gestellt sei. " Der Unfall in Tschornobyl beruht auf den reaktorphysikalischen Eigenschaften eines wassergekühlten und mit Graphit moderierten Reaktors. Für die in Deutschland verwendeten Leichtwasserreaktoren ist ein solcher Ablauf nicht möglich. Allerdings sind bei unterstelltem Ausfall aller Sicherheitseinrichtungen andere Unfallabläufe denkbar, die zu einer Kernschmelze führen könnten.
Abteilungsleiter Ahlswede: „World Nuclear Industry Status Report” zeigt differenziertes Bild von Kernenergie Anfang 26.03.2024 Redner Jochen Ahlswede; BASE-Abteilungsleitung Forschung und Internationales Der „World Nuclear Industry Status Report” richtet einen differenzierten Blick auf die weltweiten Entwicklungen und den aktuellen Stand der Kernenergie. Jochen Ahlswede , BASE -Abteilungsleitung Forschung und Internationales, führte in seiner Rede am 26. März 2024 auf einer Fachkonferenz an der TU Berlin in den Report ein. Seine Überzeugung: „Mehr denn je brauchen wir einen unabhängigen wissenschaftlichen Diskurs und einen nüchternen Blick auf die Dinge.” Sehr geehrte Damen und Herren, im Namen des Bundesamtes für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung/BASE und gemeinsam mit der Technischen Universität Berlin freue ich mich, Sie heute zur Vorstellung des „World Nuclear Industry Status Report 2023” begrüßen zu dürfen. Wie in den Vorgängerjahren bietet auch der aktuelle Bericht eine einzigartige, unabhängige Perspektive auf den weltweiten Stand der Kernenergie. Der diesjährige Bericht erscheint zu einem wichtigen Zeitpunkt. Weltweit erfährt die sogenannte Renaissance der Kernenergie große Aufmerksamkeit. Dabei ist der Begriff der Renaissance nicht neu: Er wurde schon einmal intensiv strapaziert, und zwar in den 2000er Jahren. Damals wurden enorme globale Ausbauziele in den Raum gestellt, die bekanntlich nicht eingelöst worden sind. Doch in Zeiten von Klimawandel und Energiekrise sind wieder viele Augen auf Kernkraft gerichtet und verbinden sich mit den Hoffnungen auf eine preiswerte, sichere und saubere Energiequelle. Industrie und Entwickler haben dieses Narrativ ihrerseits weiter bestärkt, indem sie eine neue Generation von Kernreaktoren versprechen - Reaktoren, die noch billiger und sicherer sein würden als die heutigen Leichtwasserreaktoren und angeblich weniger Abfall produzieren. Entwicklung der weltweiten Kernenergie differenziert betrachten In diesem Umfeld ist es nicht immer einfach, Fakten von bloßen Versprechen zu unterscheiden. Mehr denn je brauchen wir einen unabhängigen wissenschaftlichen Diskurs und einen nüchternen Blick auf die Dinge. Um die Bedeutung eines solchen faktenbasierten Diskurses zu unterstreichen, möchte ich zwei Narrative hervorheben, die derzeit besonders prominent vertreten werden. Narrativ 1: Stetiges Wachstum betriebener Kernreaktoren weltweit Das erste Narrativ besagt, dass die weltweite Flotte von Kernreaktoren stetig wachsen und neue Technologien hinzukommen würden. Es gibt zahlreiche Absichtserklärungen von Ländern, die den Bau neuer Kernkraftwerke ankündigen - und zwar nicht nur von Neueinsteigern in die Kernkraft, sondern auch von Ländern, die bereits beschlossen hatten, aus dieser Technologie auszusteigen. Erst letzte Woche wurden mit dem Nuclear Energy Summit in Brüssel entsprechende Ankündigungen wiederholt. Blickt man nur darauf, so kann man den Eindruck gewinnen, dass die Kernenergie bald schneller wachsen wird als je zuvor. Der „Status Report” hat hierzu die Fakten aus öffentlich zugänglichen und überprüfbaren Quellen zusammengetragen und kommt zu einem deutlich differenzierteren Bild: Weltweit waren Mitte 2023 insgesamt 407 Kernreaktoren in Betrieb. Sie haben ca. 9 % zur weltweiten Elektrizitätserzeugung beigetragen, zum Gesamtenergieverbrauch ca. 5 % . Der Bericht zeigt, dass sich die weltweite Reaktorflotte nicht etwa verjüngt hat, sondern gealtert ist. Ihr Durchschnittsalter hat sich seit den 1980er Jahren stetig erhöht. Während die Inbetriebnahme einzelner neuer Reaktoren in der Regel die meiste Aufmerksamkeit erfährt, gerät aus dem Fokus, dass gleichzeitig viele andere - insbesondere alte - Reaktoren abgeschaltet werden. Eine Statistik aus dem Statusbericht ist besonders prägnant: Seit 2002 sind mehr Reaktoren stillgelegt als neu in Betrieb genommen worden. Wenn man China nicht miteinbezieht, ist der Netto-Rückgang der Reaktoren sogar noch dramatischer und beläuft sich mittlerweile auf mehr als 50 Reaktoren. Eine stetig alternde Reaktorflotte wirft auch Sicherheitsfragen auf. Da sich viele neue Reaktorprojekte verzögern und teurer werden, wird der Druck, die Lebensdauer alter Kraftwerke zu verlängern, noch größer. Diese Entwicklung sollte von den für die nukleare Sicherheit verantwortlichen Stellen genauestens beobachtet werden. Narrativ 2: Alternative Reaktorkonzepte (SMR) als aktuelle Technologie Das zweite Thema, das ich ansprechen möchte, ist die wachsende Aufmerksamkeit in Bezug auf alternative Reaktorkonzepte, insbesondere kleine modulare Reaktoren/sogenannte small modular reactors, kurz: SMR . Viele Regierungen haben in letzter Zeit bemerkenswerte Investitionen in SMR -Technologien angekündigt. Auch die Europäische Union will SMR -Projekte in den nächsten Jahren verstärkt fördern, eine entsprechende Allianz mit der Industrie wurde vor kurzem gegründet. Die Hersteller bewerben SMR als billige, schnell zu bauende Alternativen zu konventionellen Reaktoren, die uns bei der Bekämpfung des Klimawandels helfen werden. Der „Status Report” kommt zu einer anderen Einschätzung. Die Datenauswertung des Berichts zeigt bereits seit Jahren, dass es in der Praxis zu erheblichen Verzögerungen bei der Entwicklung und dem Bau von SMR -Anlagen gekommen ist. In diesem Sinne widerspricht der Bericht der Behauptung, dass es sich bei SMR um billige und schnell zu bauende Mini-Reaktoren handelt. Der Bericht kommt sogar zu dem Schluss, dass es derzeit „kein erkennbares Szenario gibt, in dem SMR selbst unter den besten Umständen wirtschaftlich werden könnten”. Das jüngste Scheitern eines der weltweit fortschrittlichsten SMR -Projekte in den USA aus finanziellen Gründen scheint diese Analyse zu untermauern. Ich möchte hinzufügen, dass viele SMR -Konzepte auch aus sicherheitstechnischer Sicht eine Reihe von Fragen offenlassen. Dies gilt insbesondere für die Nicht-Leichtwasserreaktoren, für die es keine oder nur begrenzte Betriebserfahrungen gibt. Eine aktuelle, durch das BASE in Auftrag gegebene wissenschaftliche Studie zeigt, dass die Konzepte in der Theorie zwar einige Vorteile mit sich bringen könnten. Bei einer weltweiten Verbreitung dieser unerprobten Anlagen wären wir aber auch mit neuen Risiken konfrontiert - von der Betriebssicherheit über den Transport bis hin zur Entsorgungssicherheit und der Nichtverbreitung. Und klar ist auch: Selbst wenn diese Reaktoren irgendwann zur Verfügung stehen würden, wären keine dieser Konzepte in der Lange ein Endlager für hochradioaktive Abfälle überflüssig zu machen. World Nuclear Industry Status Report: Unabhängige Grundlage für faktenbasierte Diskussion Diese beiden Beispiele zeigen, warum das Bundesumweltministerium in Zusammenarbeit mit dem BASE den „Status Report” gefördert hat: Die unabhängige Analyse aktueller und zukünftiger Entwicklungen ist eine wertvolle Grundlage für die internationale Diskussion um die Regulierung dieser Hochrisikotechnologie – eine Diskussion, an der sich Deutschland auch nach dem Abschalten seiner Kernkraftwerke aktiv beteiligt. In diesem Zusammenhang trägt der Status Report dazu bei, die Behauptungen der Hersteller und Lobbyorganisationen, die sich für die Kernenergie einsetzen, zu differenzieren und zu kontextualisieren. Zusammenfassend lässt sich sagen, dass der „World Nuclear Industry Status Report” eine wichtige Quelle für all diejenigen ist, welche Wert auf ein differenziertes Bild legen. Die Länderkapitel bieten nicht nur detaillierte, aktuelle Informationen über Entwicklungen in den wichtigsten Nuklearstaaten. Der Bericht ermöglicht es den Leser:innen durch seine thematischen Kapitel auch immer wieder, einen faktenbasierten Eindruck in Hinblick auf den Status der globalen Nuklearenergienutzung zu bekommen. Ich danke dem internationalen Expert:innenteam für ihre akribische und sorgfältige Arbeit. Ich denke, über 2500 Literaturverweise sprechen für sich. Das Ergebnis ermöglicht einen nüchternen Blick auf die internationalen Entwicklungen und bereichert die öffentliche wie auch die Fachdiskussion um eine wichtige Analyse auf Basis von unabhängigen Daten und Fakten. Narrativ 1: Stetiges Wachstum betriebener Kernreaktoren weltweit Das erste Narrativ besagt, dass die weltweite Flotte von Kernreaktoren stetig wachsen und neue Technologien hinzukommen würden. Es gibt zahlreiche Absichtserklärungen von Ländern, die den Bau neuer Kernkraftwerke ankündigen - und zwar nicht nur von Neueinsteigern in die Kernkraft, sondern auch von Ländern, die bereits beschlossen hatten, aus dieser Technologie auszusteigen. Erst letzte Woche wurden mit dem Nuclear Energy Summit in Brüssel entsprechende Ankündigungen wiederholt. Blickt man nur darauf, so kann man den Eindruck gewinnen, dass die Kernenergie bald schneller wachsen wird als je zuvor. Der „Status Report” hat hierzu die Fakten aus öffentlich zugänglichen und überprüfbaren Quellen zusammengetragen und kommt zu einem deutlich differenzierteren Bild: Weltweit waren Mitte 2023 insgesamt 407 Kernreaktoren in Betrieb. Sie haben ca. 9 % zur weltweiten Elektrizitätserzeugung beigetragen, zum Gesamtenergieverbrauch ca. 5 % . Der Bericht zeigt, dass sich die weltweite Reaktorflotte nicht etwa verjüngt hat, sondern gealtert ist. Ihr Durchschnittsalter hat sich seit den 1980er Jahren stetig erhöht. Während die Inbetriebnahme einzelner neuer Reaktoren in der Regel die meiste Aufmerksamkeit erfährt, gerät aus dem Fokus, dass gleichzeitig viele andere - insbesondere alte - Reaktoren abgeschaltet werden. Eine Statistik aus dem Statusbericht ist besonders prägnant: Seit 2002 sind mehr Reaktoren stillgelegt als neu in Betrieb genommen worden. Wenn man China nicht miteinbezieht, ist der Netto-Rückgang der Reaktoren sogar noch dramatischer und beläuft sich mittlerweile auf mehr als 50 Reaktoren. Eine stetig alternde Reaktorflotte wirft auch Sicherheitsfragen auf. Da sich viele neue Reaktorprojekte verzögern und teurer werden, wird der Druck, die Lebensdauer alter Kraftwerke zu verlängern, noch größer. Diese Entwicklung sollte von den für die nukleare Sicherheit verantwortlichen Stellen genauestens beobachtet werden. Narrativ 2: Alternative Reaktorkonzepte (SMR) als aktuelle Technologie Das zweite Thema, das ich ansprechen möchte, ist die wachsende Aufmerksamkeit in Bezug auf alternative Reaktorkonzepte, insbesondere kleine modulare Reaktoren/sogenannte small modular reactors, kurz: SMR . Viele Regierungen haben in letzter Zeit bemerkenswerte Investitionen in SMR -Technologien angekündigt. Auch die Europäische Union will SMR -Projekte in den nächsten Jahren verstärkt fördern, eine entsprechende Allianz mit der Industrie wurde vor kurzem gegründet. Die Hersteller bewerben SMR als billige, schnell zu bauende Alternativen zu konventionellen Reaktoren, die uns bei der Bekämpfung des Klimawandels helfen werden. Der „Status Report” kommt zu einer anderen Einschätzung. Die Datenauswertung des Berichts zeigt bereits seit Jahren, dass es in der Praxis zu erheblichen Verzögerungen bei der Entwicklung und dem Bau von SMR -Anlagen gekommen ist. In diesem Sinne widerspricht der Bericht der Behauptung, dass es sich bei SMR um billige und schnell zu bauende Mini-Reaktoren handelt. Der Bericht kommt sogar zu dem Schluss, dass es derzeit „kein erkennbares Szenario gibt, in dem SMR selbst unter den besten Umständen wirtschaftlich werden könnten”. Das jüngste Scheitern eines der weltweit fortschrittlichsten SMR -Projekte in den USA aus finanziellen Gründen scheint diese Analyse zu untermauern. Ich möchte hinzufügen, dass viele SMR -Konzepte auch aus sicherheitstechnischer Sicht eine Reihe von Fragen offenlassen. Dies gilt insbesondere für die Nicht-Leichtwasserreaktoren, für die es keine oder nur begrenzte Betriebserfahrungen gibt. Eine aktuelle, durch das BASE in Auftrag gegebene wissenschaftliche Studie zeigt, dass die Konzepte in der Theorie zwar einige Vorteile mit sich bringen könnten. Bei einer weltweiten Verbreitung dieser unerprobten Anlagen wären wir aber auch mit neuen Risiken konfrontiert - von der Betriebssicherheit über den Transport bis hin zur Entsorgungssicherheit und der Nichtverbreitung. Und klar ist auch: Selbst wenn diese Reaktoren irgendwann zur Verfügung stehen würden, wären keine dieser Konzepte in der Lange ein Endlager für hochradioaktive Abfälle überflüssig zu machen. Meldung zur Vorstellung des „World Nuclear Industry Status Report” 2023 in Brüssel Veröffentlichung des World Nuclear Industry Status Report 2023 Der Bericht kann hier abgerufen werden: World Nuclear Industry Status Report 2023
Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Anfang 05.12.2024 18:00 Uhr Ende 05.12.2024 21:00 Uhr Neu, sicher und nachhaltig? Sicherheit und Abfallentsorgung von alternativen Reaktorkonzepten Hochtemperaturreaktoren, Salzschmelzesysteme, schneller Brüter: International wird wieder zunehmend über den Einsatz von alternativen Reaktorkonzepten für die Energieerzeugung diskutiert. Die zugrundeliegenden Technologien werden oftmals schon seit Jahrzehnten erforscht und sollen Vorteile gegenüber den heute weit verbreiteten Kernkraftwerken, den Leichtwasserreaktoren, haben. Mit ihnen soll es möglich werden, Kernkraft nicht nur sicher zu betreiben, sondern auch die Produktion von nuklearen Abfällen zu reduzieren. Manche Entwickler versprechen gar, dass mit diesen Technologien ein Endlager für radioaktive Abfälle überflüssig würde. Wie sind diese Versprechen von Entwicklerunternehmen aus wissenschaftlicher Sicht zu bewerten? Welche Sicherheitsvorteile sind tatsächlich zu erwarten? Und was würden diese Reaktoren für das weltweit immer weiter wachsende Problem der radioaktiven Abfallentsorgung bedeuten? Um diesen und weiteren Fragen nachzugehen beauftragte das BASE eine umfangreiche wissenschaftliche Studie unter dem Titel „Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte“. In ihr wurden insbesondere der Entwicklungsstand sowie die Sicherheit derartiger Reaktorkonzepte untersucht. Im Rahmen einer öffentlichen Informations- und Diskussionsveranstaltung werden die Ergebnisse von den Autoren vorgestellt und mit weiteren Expert:innen auf dem Gebiet der Nukleartechnik diskutiert. Den Abschlussbericht finden Interessierte unter dem Forschungsprojekt „alternative Reaktorkonzepte“. Zum Ablauf: Zunächst werden die beiden Hauptautoren die Studie vorstellen: Christoph Pistner, Bereichsleiter Nukleartechnik und Anlagensicherheit am Öko-Institut e.V. Christian von Hirschhausen, Professor an der TU Berlin und Leiter des Fachgebiets für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik Anschließend folgt eine Podiumsdiskussion bei der Ergebnisse und Schlussfolgerungen mit zwei Expert:innen debattiert werden: Sara Beck, Abteilungsleiterin der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH Thomas Walter Tromm, Wissenschaftlicher Sprecher des KIT -Zentrums Energie Herzlich laden wir Sie ein, an dieser Veranstaltung teilzunehmen und Ihre Fragen zu stellen. Für die kostenfreie Teilnahme ist eine Anmeldung erforderlich. Eine Onlineteilname per ZoomX ist ebenfalls möglich. Programm: Das Veranstaltungsprogramm wird in Kürze veröffentlicht Donnerstag, den 5. Dezember 2024 Raum 006 18:00 bis 21:00 Uhr Adresse Bundesamt für die Sicherheit der nuklearen Entsorgung Raum 006 Wegelystr. 8 10623 Berlin Sie möchten per Zoom-Meeting am Termin teilnehmen? Melden Sie sich hier an: Onlineteilnahme: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Weitere Informationen zur Studie Studie zu alternativen Reaktorkonzepten
Onlineteilnahme: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Anfang 05.12.2024 18:00 Uhr Ende 05.12.2024 21:00 Uhr Neu, sicher und nachhaltig? Sicherheit und Abfallentsorgung von alternativen Reaktorkonzepten Hochtemperaturreaktoren, Salzschmelzesysteme, schneller Brüter: International wird wieder zunehmend über den Einsatz von alternativen Reaktorkonzepten für die Energieerzeugung diskutiert. Die zugrundeliegenden Technologien werden oftmals schon seit Jahrzehnten erforscht und sollen Vorteile gegenüber den heute weit verbreiteten Kernkraftwerken, den Leichtwasserreaktoren, haben. Mit ihnen soll es möglich werden, Kernkraft nicht nur sicher zu betreiben, sondern auch die Produktion von nuklearen Abfällen zu reduzieren. Manche Entwickler versprechen gar, dass mit diesen Technologien ein Endlager für radioaktive Abfälle überflüssig würde. Wie sind diese Versprechen von Entwicklerunternehmen aus wissenschaftlicher Sicht zu bewerten? Welche Sicherheitsvorteile sind tatsächlich zu erwarten? Und was würden diese Reaktoren für das weltweit immer weiter wachsende Problem der radioaktiven Abfallentsorgung bedeuten? Um diesen und weiteren Fragen nachzugehen beauftragte das BASE eine umfangreiche wissenschaftliche Studie unter dem Titel „Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte“. In ihr wurden insbesondere der Entwicklungsstand sowie die Sicherheit derartiger Reaktorkonzepte untersucht. Im Rahmen einer öffentlichen Informations- und Diskussionsveranstaltung werden die Ergebnisse von den Autoren vorgestellt und mit weiteren Expert:innen auf dem Gebiet der Nukleartechnik diskutiert. Den Abschlussbericht finden Interessierte unter dem Forschungsprojekt „alternative Reaktorkonzepte“. Zum Ablauf: Zunächst werden die beiden Hauptautoren die Studie vorstellen: Christoph Pistner, Bereichsleiter Nukleartechnik und Anlagensicherheit am Öko-Institut e.V. Christian von Hirschhausen, Professor an der TU Berlin und Leiter des Fachgebiets für Wirtschafts- und Infrastrukturpolitik Anschließend folgt eine Podiumsdiskussion bei der Ergebnisse und Schlussfolgerungen mit zwei Expert:innen debattiert werden: Sara Beck, Abteilungsleiterin der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbH Thomas Walter Tromm, Wissenschaftlicher Sprecher des KIT -Zentrums Energie Herzlich laden wir Sie ein, an dieser Veranstaltung teilzunehmen und Ihre Fragen zu stellen. Für die kostenfreie Teilnahme ist eine Anmeldung erforderlich. Programm: Das Veranstaltungsprogramm wird in Kürze veröffentlicht Donnerstag, den 5. Dezember 2024 Teilnahme per ZoomX 18:00 bis 21:00 Uhr Adresse online per ZoomX Sie möchten in Präsenz an der Veranstaltung teilnehmen? Melden Sie sich hier an: Podiumsdiskussion zu alternativen Reaktorkonzepten Weitere Informationen zur Studie Studie zu alternativen Reaktorkonzepten
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